Temperatura neutronów , znany również Metonimia „ energii z neutronami ”, to energia kinetyczna średnia z wolnym neutronów w populacji, energia, która jest zwykle podawana w elektronowoltów (eV wielu skrót keV, MeV) temperatura jest w stopniach Kelvina (K) lub w stopniach Celsjusza (° C). Temperatura ta jest unikalnym parametrem w modelowaniu rozkładu poszczególnych energii neutronów zgodnie z rozkładem Maxwella-Boltzmanna , modelu znanym z dobrze oddającego zjawisko mieszania termicznego w równowadze termodynamicznej . W obecnym kontekście jest on stosowany zarówno do gorących, termicznych, jak i zimnych neutronów, które są umiarkowane (to znaczy spowolnione) w ośrodku o tej samej temperaturze, w zwykłym sensie termodynamicznym, w warunkach równowagi termicznej . Jakościowo, im wyższa temperatura, tym większe są łącznie energie kinetyczne wolnych neutronów. Dla określonego neutronu populacji w równowadze termodynamicznej energia kinetyczna, prędkość i długość fali są powiązane zgodnie z prawami de Brogliego .
Nazewnictwo średnich zakresów energii kinetycznej neutronów, umiarkowanych lub nie, zestawiono w poniższej tabeli :
Szybkie neutrony energia większa niż 1 eV lub nawet, w zależności od definicji rzędu od 0,1 MeV do 1 MeV ; Neutrony epitermalne energia od 1 eV do 10 keV; Wolne neutrony energia mniejsza lub równa 0,4 eV; Ciepłe neutrony energia około 0,2 eV; Neutrony termiczne energia około 0,025 eV; Zimne neutrony energii pomiędzy 5x10 -5 eV i 0,025 eV; Bardzo zimne neutrony energia między 3x10 −7 eV a 5x10 −5 eV; Bardzo zimne neutrony energia rzędu 10 −7 eV.Stosowane są również następujące zakresy energii:
Region kontinuum neutronów (" kontinuum obszar neutronów " (w) ) energia między 0,01 MeV a 25 MeV; Region rezonansu neutronów („ obszar neutronów rezonansowych ” (in) ) energia między 1 eV a 0,01 MeV; Obszar neutronów o niskiej energii („ Region neutronów o niskiej energii ” (in) ) energia mniejsza niż 1 eV.Neutron szybki to neutron swobodny o poziomie energii kinetycznej co najmniej równym wartości bliskiej 1 MeV (100 TJ / kg ), stąd prędkość co najmniej 13 800 km / s . ( Czasami podaje się wartość 0,907 MeV w celu określenia limitu domeny szybkiej). Nazywa się je szybkimi neutronami, aby odróżnić je od neutronów termicznych o niskiej energii i neutronów wysokoenergetycznych wytwarzanych w pękach kosmicznych lub w akceleratorach. Szybkie neutrony są wytwarzane w procesach jądrowych, takich jak rozszczepienie jądrowe, w wyniku którego powstają neutrony o średniej energii 2 MeV .
Neutrony powstałe w wyniku reakcji syntezy na ogół mają energię znacznie powyżej 1 MeV ; skrajnym przypadkiem jest fuzja deuteru i trytu , w wyniku której powstają neutrony o mocy 14,1 MeV (tj. 2,26 × 10-12 J ) (czyli kolejne 1350 TJ / kg , poruszające się z prędkością 51940 km / s , 17, 32% prędkości światła ), które można łatwo złamać uran-238 i innych niŜ rozszczepialnych aktynowce .
Szybkie neutrony można spowolnić, aby przekształcić się w neutrony termiczne w procesie zwanym moderacją. Odbywa się to za pomocą moderatora neutronów . W reaktorach, zwykle używanych w ciężkiej wodzie , lekkiej wodzie lub graficie do moderowania szybkich neutronów.
Neutron termiczny to neutron swobodny o energii kinetycznej rzędu 0,025 eV (około 4,0 × 10-21 J ; 2,4 MJ / kg , czyli prędkość 2,2 km / s ), co odpowiada energii l odpowiadającej najbardziej prawdopodobnej prędkości w temperaturze 290 K ( 17 ° C ), w zależności od trybu w rozkład Maxwella w tej temperaturze.
Po kilku zderzeniach z jądrami ( dyfuzji ) w ośrodku moderującym neutrony w tej temperaturze, neutrony osiągają ten poziom energii, pod warunkiem, że nie są absorbowane.
Neutronów termicznych jest przekrój o absorpcji różne i często wyższe dla izotopu danego że szybkie neutrony, a tym samym może być łatwiej wchłaniany przez jądra atomowego , tworząc cięższe izotopy - i często niestabilne - z pierwiastka chemicznego ( aktywacji neutronowej ) .
Większość reaktorów rozszczepialnych to reaktory termiczne, które wykorzystują moderator neutronów do spowolnienia lub termalizacji neutronów wytwarzanych w wyniku rozszczepienia jądrowego. Umiar znacznie zwiększa przekrój rozszczepienia jąder rozszczepialnych, takich jak uran 235 czy pluton 239 . Ponadto uran 238 ma również znacznie mniejszy przekrój wychwytywania neutronów termicznych, co pozwala większej liczbie neutronów na rozszczepienie jąder rozszczepialnych i kontynuowanie reakcji łańcuchowej, zamiast wychwytywania przez uran-238. Połączenie tych efektów umożliwia reaktorom lekkowodnym stosowanie niskowzbogaconego uranu . W reaktorach ciężkowodnych i reaktorach z moderacją grafitową można nawet wykorzystywać naturalny uran, ponieważ ich moderatory mają przekrój wychwytywania neutronów znacznie mniejszy niż lekka woda.
Wzrost temperatury paliwa zwiększa również absorpcję neutronów termicznych przez U-238 w wyniku efektu Dopplera , zapewniając ujemne sprzężenie zwrotne, które pomaga sterować reaktorem. Ponadto, gdy moderator jest również czynnikiem chłodzącym (woda lekka lub ciężka), wrzenie chłodziwa zmniejsza gęstość moderatora i zapewnia ujemne sprzężenie zwrotne ( ujemny współczynnik pustki ).
Neutrony o energii pośredniej mają niższy współczynnik rozszczepienia / wychwytu niż neutrony szybkie lub termiczne w przypadku większości paliw. Wyjątkiem jest uran-233 z cyklu toru, który ma dobry stosunek rozszczepienia / wychwytu dla neutronów wszystkich energii.
Szybko reaktora stosując umiarkowanie szybkie neutrony są w celu utrzymania reakcji i wymagać paliwo ma wyższe stężenie rozszczepialnego materiału w stosunku do materiału płodnej U-238. Jednak szybkie neutrony mają lepszy stosunek rozszczepienia / wychwytu dla wielu nuklidów, a każde szybkie rozszczepienie generuje więcej neutronów, więc hodowca może potencjalnie „wytworzyć” więcej paliwa rozszczepialnego niż zużywa.
Sterowanie szybkimi reaktorami nie może zależeć od poszerzenia Dopplera lub ujemnego współczynnika pustki moderatora. Jednak rozszerzalność cieplna samego paliwa może szybko wywołać negatywne sprzężenie zwrotne. Rozwój szybkich reaktorów został w dużej mierze uśpiony, a zaledwie kilka reaktorów zbudowano w dziesięcioleciach po awarii w Czarnobylu (i ze względu na niskie ceny uranu ) - chociaż istnieją one dzisiaj. Hui ożywienie z kilkoma krajami azjatyckimi, które zamierzają zbudować prototypy reaktorów na neutrony prędkie w nadchodzących latach.